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炉設計研究室
JAERI-M 91-081, 607 Pages, 1991/06
定常トカマク型動力炉(SSTR:Steady State Tokamak Reactor)を近い将来実現可能な核融合動力炉概念として提案する。SSTRの最も大きな特徴は定常運転に必要な所内電力をできるだけ減らすために、プラズマ中に自発的に流れるブートストラップ電流を最大限に利用している点である。そのために高いアスペクト比(プラズマ主半径/プラズマ小半径:A=4)と強いトロイダル磁場(Bt=16.5T)を選択した。その結果プラズマ電流は適度な大きさ(I
=12MA)となり、高いプラズマの安定性(
=2.0)が得られた。プラズマの加熱と中心部分の電流駆動はともに、負イオン源中性粒子入射により達成される。またSSTRの工学面の特徴は、均一抵抗型真空容器、第1壁とブランケット前半部の定期交換、傾斜機能材料の利用による電磁力の大幅な軽減である。国際熱核融合実験炉ITERとそれほど変わらぬ寸法のSSTRが、総合熱効率約30%で、100万kWの電気出力を出せることを示した。
炉設計研究室
JAERI-M 89-202, 119 Pages, 1989/12
本設計は、核融合エネルギーの実用化を目指したブランケット総合開発計画に反映することを目的とし、特に固体増殖材を使用する増殖ブランケットの開発に必要な開発手順と試験項目並びに試験設備について検討を行い、そのうちの下記試験設備について概念設計を行ったものである。1.高熱負荷試験設備、2.伝熱・流動試験設備、3.健全性試験設備、4.製造技術開発設備
炉設計研究室
JAERI-M 84-212, 1056 Pages, 1985/01
核融合実験炉FERはJT-60の次期装置として計画されているトカマク炉であり、自己点火長時間燃焼の達成と炉工学技術の実証を目標としている。その標準設計案においては磁気誘導法による電流駆動を行うパルス運転方式とダブルヌルダイバータによる不純物制御・灰排気方式を採用している。昭和57~58年度は標準設計案について総合的な設計検討を進める一方、高周波による非誘導電流駆動法に基づく準定常運転と定常運転炉及び不純物制御・灰排気方式としてポンプリミタのように、先進的物理を取入れた炉概念の検討も行った。さらに不純物制御・灰排気方式のダブルヌルダイバータ/シングルヌルダイバータ/ポンプリミタの相互評価を行った。この報告書は、主として58年度の主要成果について述べている。57年度の成果は既にJAERI-M-83-213~216に報告されている。
炉設計研究室
JAERI-M 83-216, 593 Pages, 1984/03
核融合実験炉(FER)ブランケット等の概念設計を行なった。本概念設計の目的は核融合実験炉ブランケット等の設計を幅広く詳細に行ない、核融合実験炉の炉概念の選定及び建設のために必要な工学・技術資料を得ることにある。主な設計内容は、ブランケット等の炉内構造物(第1壁、増殖ブランケット、遮蔽体、タイバータ、ブランケット・テストモジュール)、炉内構造物の分解修理システムおよびトリチウム関連システムの概念設計である。本概念設計の結果、システム全体との整合性を充分に考慮したブランケット等の概念を明らかにし、その設計・製作上の問題点を摘出した。
炉設計研究室
JAERI-M 83-215, 857 Pages, 1984/03
核融合実験炉(FER)(オプションC)の概念設計を行なった。設計の対象は、炉本体及び周辺関係設備であるが、その他に重点項目として、水遮蔽を用いた場合の炉本体構造についても概念検討を行なっている。検討は、熱構造、電磁気設計、ニュートロニクス、及び製作・組立・分解の観点から総合的に行い、FERの炉構造概念を示すと共に重点開発試作項目を明らかにしている。特に電磁気設計に於ては、コイル配位、位置不安定性に対するシェル効果、フィードバック制御、ディスラプション次の渦電流等について、実構造に近いモデルを用いて詳細な解析を行ない有益な知見を得ている。主要設計諸元は次の通りである。核融合出力:437MV、主半径:5.5m、小半径:1.1m、楕円度:1.5、プラズマ電流:5.3MA、トロイダルベータ:4%、軸上トリオダル磁場:5.7T
炉設計研究室
JAERI-M 83-214, 847 Pages, 1984/02
本報告書は、JT-60の次期装置として建設が予定されている核融合実験炉(FER)の工学的概念設計を行なったものである。この設計は、MHD平衡解析、炉本体構造、ダイバータ及びポンプリミタ、第一壁/増殖ブランケット/遮蔽、トロイダル磁場コイル及びポロイダル磁場コイル、クライオスタット、電磁気設計、真空排気系、電源系、NBI、RF加熱装置、トリチウム処理系、ニュートロニクス、分解修理保守、主冷却系、プラントレイアウト等を含む炉システム全般にわたるものである。また、ダイバータ方式とポンプリミタ方式の相互比較、核融合プラントシステムの安全性の検討も行った。
炉設計研究室
JAERI-M 83-213, 1029 Pages, 1984/01
本研究報告は、D-T反応による自己点火条件の実現を目標とする核融合実験炉の概念設計に関するものである。実験炉は、非円形断面形状プラズマとダブル・ヌル・ダイバータ方式により特徴づけられた構造を有している。炉心構造の設計に当っては、上記の点を踏えて実現性のある分解組立構造と可能な限りコンパクトでかつ簡素な構造を最も重要な目標のひとつとしている。また、炉心を構成する各種の構成要素(第一壁、ブランケット、遮蔽体、ダイバータ、マグネット等)の検討とともに、実験炉プラントとしての各種付属設備についても言及する。上記の標準炉の設計に加え、今回、プラズマ電流の立上げと維持を全て高周波により実施するいわゆる「RF定常炉」についても検討する。本報告では、特に炉心構造概念を提案するとともにRF炉の可能性について物理的な観点からの検討に重点を置く。
炉設計研究室
JAERI-M 83-120, 548 Pages, 1983/09
スイミングプール型炉概念を採用した動力炉(SPTR-P)システムの概念倹討を行った。SPTR-Pの大きな特徴は、定常運転時炉本体をプール水の中に漬けることである。プール水は遮蔽の役割を果し従来の金属遮蔽構造体に置き換わる。さらにストリーミングの問題が緩和し、放射性廃棄物の量が大幅に減少する。第1壁/ブランケット構造材には改良ステンレス鋼(PCA)、トリチウム増殖材にはLi
Oを採用している。冷却は加圧水(160気圧)である。灰排気法はポンプリミタ方式を採用している。主要諸元は次の通りである。正味電気出力:1000MW,核融合反応出力:3200MW,中性子壁負荷:3.3MW/m
,主半径:6.9m,プラズマ半径:2.0m,非円形度:1.6,プラズマ電流:16MA,全ベータ値:7%,軸上トロイダル磁場:5.2T,トロイダルコイル数:14'
炉設計研究室
JAERI-M 9050, 81 Pages, 1980/08
トカマク炉最大の問題点である炉体分解修理にかかわる問題を容易にする方法として、水を満したプ-ル内に炉を設置する方式について予備的設計を含む検討を行い、その実現可能性の検討と問題点の摘出を行った。この炉はブランケット交換が容易であるために、プラズマ形式に未知の要素が多い実験炉段階には特に適合性が大きいものと考えられる。検討の範囲は次のとおりであり、検討の結果一つの有力な方式と判断するに至った。今後さらに深く検討する価値があるものと考えられる。(1)炉概念(2)プラズマ真空境界(3)ブランケット構造体(4)トリチウム増殖比(5)遮蔽性能(6)誘導放射能(7)炉体分解修理(8)炉心寸法とトロイダルコイル。
炉設計研究室
JAERI-M 8744, 51 Pages, 1980/03
高周波電力の生成伝送技術の現状と、配列型開口導波管を用いた核融合実験炉高周波電力供給部の概念設計を述べた。設計内容は、電力供給部、冷却方式、電気的絶縁破壊、供給効率である。核融合炉モジュールに設けられた90
60cmの追加熱ポートから8MWの高周波電力を供給することは実現性が高いことを示した。今後研究されるべき問題点は、導電体と絶縁体の中性子照射損傷による寿命の評価、プラズマの表面において許容される高周波電界強度の実験的理論的評価などである。
炉設計研究室
JAERI-M 8743, 185 Pages, 1980/03
JAERI-M7262に引続き、核融合実験炉(JXFR)用200KeV、32MW、重水素中性粒子入射加熱装置の概念設計を行った。本設計においては、高速ビームとビームライン中の残留ガスとの衝突によって生じる二次粒子が、システムの総合パワー効率に著しく影響することに着目し、ビームの加減速装置系の設計をし、系の最適化を行いビームライン機器であるイオン源、中性化セル、エネルギー回収系、クライオポンプ等の要素設計を行った。要素設計に当っては、分解組立の容易さを考慮した設計とした。
炉設計研究室
JAERI-M 8666, 230 Pages, 1980/03
第2次予備設計基本仕様に基づき、出力125MWの核融合実験炉超電導マグネットシステムに関する設計研究を行った。本研究の目的は(1)超電導マグネットシステムの概念を明確にすること、(2)第1次予備設計でそれぞれ独立に成されたトロイダルマクネットとポロイダルマクネットの設計において生じた問題点を解決すること、(3)超電導マグネットシステムに関する設計製作上の問題点を抽出し、今後に進められる実験炉の設計、開発に資することである。本研究にぉいては、トロイダルコイルの電気絶縁物とヘリウム槽に関して若干の問題点を残したが、マグネットシステム全体に影響を及ぼす設計上の問題点は残されていない。製作上の主たる問題点としては、ポロイダルコイルのFRPヘリウム槽、超電導導体の巻線方法があげられる。これらについては今後の研究課題としたい。
炉設計研究室
JAERI-M 8640, 254 Pages, 1980/03
核融合実験炉用の超電導マグネットの設計研究を行った。作業内容、トロイダル磁場マグネット設計、ポロイダル磁場マグネット設計、冷凍システム設計、安全性解析、組立・解体システム設計である。コイル中での最大トロイダル磁場は11Tとなり、この時、プラズマ中心で6Tを与える。11Tに達するトロイダル磁場を実現するためNb
Snの超電導線が使用された。コイル内径は7.311.2mで、コイル形状は変形均一応力D型である。超磁力は185.6MATで、運転電流は25.9kAである。ポロイダル磁場マグネットは、NbSn線のパンケ-キ巻のコイルである。導体はチタン合金のシースで包まれており、このシリーズがヘリウム容器の役割も果している。又、コイル冷却は7気圧、4.6Kの超臨界ヘリウムの強制冷却方式で、運転電流は25~27kAである。
炉設計研究室
JAERI-M 8710, 40 Pages, 1980/02
第3回INTORワークショップで設計パラメータ選定上炉の寸法の安全性が大きな問題となった。そして第四回ワークショップにおいて詳しく論議されることになった。本報告はそのために用意した資料である。先ず、マグネット、遮蔽、炉体分解修理設計のための諸条件を整理し、これに基づきINTOR-Jの設計安当性を設計の一部改良を含めて検討した。つぎに、プラズマ設計条件を変えた場合の炉寸法の変化について検討した。
炉設計研究室
JAERI-M 8470, 217 Pages, 1979/11
核融合実験炉ブランケット構造物の設計研究を行なった。主な検討内容は、ブランケット構造物(ブランケット容器、ブランケットリング、配管系、ブランケットモジュール)の製作・検査に関する検討、検査と故障時の取扱い技術に関する検討および集合体の分解・組立てに関する検討である。本設計研究の結果、ブランケット構造物の設計・製作上の問題点が明らかになった。またそれをもとにして、設計・製作にあたって今度必要とされる研究開発課題について検討した。
炉設計研究室
JAERI-M 8411, 113 Pages, 1979/09
日本原子力研究所が設計を進めているトカマク型核融合実験炉(JXFR)の計測制御系の設計研究を行なった。プラズマの制御項目としては、出力制御、位置断面形状制御を考え、計測項目としては、これらの制御に必要な物理量の計測法を対象とし、計測・制御系に要求される特性、機能および構成について検討し、技術的な問題点および今後の研究開発項目を摘出した。
炉設計研究室
JAERI-M 8370, 190 Pages, 1979/09
核融合実験炉(JXFR)の分解修理システムの設計研究を行った。設計内容は分解修理システムの概要(旋回台車の再設計を含む)、リモートハンドリング技術の調査(原子力発電所、再処理施設)、分解修理に伴う作業と必要な遠隔操作装置、遠隔操作装置の概念設計(オーバーヘッドクレーンマニュピュレータ、地上マニュピュレータ車)、分解修理システム(GAC・ANL-TNS、JXFR)及びコスト試算用データである。また今後の問題点と開発課題を列挙した。
炉設計研究室
JAERI-M 8140, 185 Pages, 1979/03
前回行なった核融合実験炉超電導ポロイダルマグネットの概念設計(JAERI-M7200)を安全性の観点から見直し設計を更に詳細化したものである。前回の設計と特に変更した点は空心変流器の起磁力を60MATから48MATに減少したことでえあり、これによりマグネット材料の応力値を低下すると共に超電導線材の安定性も向上した。超伝導マグネットにおいて予想される故障の主なものは、超伝導コイルのクエンチの問題とクライオスタットの断熱真空容器の真空劣化でありその際の解析対策の検討を行った。
炉設計研究室
JAERI-M 7964, 161 Pages, 1978/12
トカマク型核融合実験炉炉心燃料給排系のトリチウム封入ならびに安全性の観点から、システム設計及び安全性解析を行った。トリチウムの環境放出量をできるだけ抑えるために3段階の封入システムを採用した。また、フォールトツリーならびにFMEAチャートを作成して第1次安全解析を実施した。第1次封入系は炉心燃料給排系構成機器および配管類であり、これらの機器類は充分なトリチウム漏洩防止対策を施した設計として2次封入系内に収納する。第2次封入系は希ガス雰囲気のグローブボックスに類似したものであり、70m
/min処理量を有する雰囲気精製系を設備する。含有ガス処理系を収納する格納室、処理容量3m/minの格納室換気系および処理容量150m/minの緊急時格納室浄化系等から構成する。
炉設計研究室
JAERI-M 7963, 163 Pages, 1978/12
トカマク型核融合実験炉用超電導トロイダルマグネットの安全性解析を行った。検討項目は事故の分類、FMEA及びFTA解析、コイル安定性とクエンチ時挙動の解析、マグネット異常の検出システムとコイル保護システムの設計、構造解析、破壊及び疲労の検討、地震応答解析などである。又、クライオスタットや冷凍系の事故の解析も行った。この安全性解析を通じてトロイダルマグネットの工学的課題を摘出することが本作業の目的である。
